简介：核安全问题是当前世界各国普遍关注的问题。我国是拥核国家,大力发展核电事业,周边多个国家也拥有核武器及核电设施,加之近年来核恐怖、核事故此起彼伏,当前面临的核安全威胁必须引起高度重视。军队作为国家的安全柱石和核应急救援的重要力量,有责任有义务深入对核安全问题研究,加强指挥体制、救援队伍、装备物资和训练演习等方面建设,全面提升核应急处置能力。

简介：针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。

简介：主要研究快速提升功率（RAMP）对包壳应力的影响,并为芯块—包壳机械作用（PCMI）的分析提供依据。分析采用包壳效应力作为指标,参照相关试验的功率,使用燃料棒性能分析程序RoPE模拟相应工况,归纳整理包壳效应力随RAMP速率变化的规律。分析结果显示,随着RAMP速率的增大,最大包壳效应力也会相应的升高,但当速率大于10kW·m^-1·min^-1后,应力趋于饱和。这一规律与热学分析结果相吻合。故在PCMI分析与试验中采用此RAMP速率是合理的。

简介：本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施，包括自动卸压（ADS）系统、熔融物堆内保持（IVR）系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统和事故管理等。

简介：本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。

简介：硼稀释事故可在电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文概要地叙述了压水堆硼稀释事故的原因、后果和在设计中的预防及改进措施。

简介：在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^235U裂变产物放出的高能Y光子会与^9Be发生（γ,n）反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响.本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响.研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响.

简介：福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

简介：介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.

简介：调研并分析了加拿大核立法的进程、核安全监管的法律文件体系、重要的监管文件及其发展规律和特点。对照该国“核安全立法”的特点，总结出值得学习和借鉴的7个方面，如坚持把握核立法发展趋势、坚持核能立法与核安全立法并举和加强防治污染立法等。

简介：本文概述了核电法律体系建立的国内外发展状况和趋势，引出核电法律体系相关主体和调整对象，结合核电行业特点进行了分类和阐述，将核电技术与法律调整关系结合起来以说明核电法律的特殊性。围绕核电行业要求利益和安全平衡的特殊原则，概述了核电法律体系应具备的立法要素和基本要求，旨在探讨如何进一步完善我国核电行业立法工作，加快建立行业管理法律体系。

简介：本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略，简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状，指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化，可能在基准事故工况下生成大量碎片，提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的，通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力，以及滤网堵塞的临界碎片量，量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系，决定维修时机和维修优先级。

简介：研究堆首次综合应急演习选取燃料组件烧毁作为初始事件,最高响应等级达到厂区应急状态。演习由研究堆主管所组织,厂区内全体人员参加,模拟白天研究堆满功率连续运行时燃料组件突然烧毁的应急响应。通过演习,发现并解决了存在的一些问题,证明了研究堆应急计划的有效性。

简介：小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析，包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面，最终确定拉伸试验数据不合格的原因，并对弯管进行重新拉伸试验，进一步采取质量控制措施，保证了拉伸试验达到合格标准要求。

简介：美国核管理委员会（NRC）是独立的核安全监管机构。自成立以来，NRC制定和发布了有关文件和报告介绍其相关工作。其中具有重要地位的是自1989年以来每年出版的《信息摘要》（InformationDigest），该报告描述了NRC的职责和活动，并提供了其管理行业的信息，被普遍认可为“美国核管会年报”。通过研究和分析NRC年报的编写思路、内容结构、特点等，结合我国《核安全法》的相关要求，可以为我国国家核安全局年报和相关报告的编写提供参考和借鉴。

简介：在归纳和总结国际核安全领域立法情况的基础上,从纵向和横向两个角度对我国现行核安全法律体系进行了剖析,进而分析中国现有核安全法律体系存在的主要问题:基本法迟迟未能制定,核安全法律法规体系缺失高层法律依据;配套性法律法规不完整,核安全法律法规体系内容尚待完善;技术性文件体系不完善,技术体系与核安全法规体系脱节。并从完善体系设计、优化体系结构、协调体系内容三个层面提出了完善中国核安全法律体系的对策。

简介：在核电工程中确定钢筋粘结锚固长度时。按中关两国标准不同的设计表达式计算取大值进行包络；弯钩锚固、机械锚固的锚固长度计算表明，一般区域我国分别为比美国大20％、50％，框架节点区域我国与美国相差分别为5％、1％。针对核电中按锚固原理形成的三类锚固件，对比分析我国和美国标准中锚固件设计的规定后，在行业标准NBT20411—2017制定中形成统一的表达式。本文分析解决了中关两国锚固技术与标准的不足和差异，为核电工程实施、建立规范体系和实现技术标准的统一提供参考。

简介：本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。

简介：非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。

简介：传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。